A Energia Nuclear Hoje

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UNIVERSIDADE FEDERAL DO RIO GRANDE DO SUL 
ESCOLA DE ENGENHARIA 
DEPARTAMENTO DE ENGENHARIA NUCLEAR 
CURSO DE ESPECIALIZAÇÃO EM CIÊNCIAS RADIOLÓGICAS 
 
 
 
A ENERGIA NUCLEAR HOJE: 
UMA ANÁLISE EXPLORATÓRIA 
 
 
 
 
 
 
Alberto Ricardo Präss 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
Porto Alegre 
2007 
 
 
 
Alberto Ricardo Präss 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
A ENERGIA NUCLEAR HOJE: 
UMA ANÁLISE EXPLORATÓRIA 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
Porto Alegre 
2007 
 
 
 
Monografia apresentada como 
parte dos requisitos para obtenção 
do Grau de Especialista em 
Ciências Radiológicas. 
Orientador: Prof. Dr. Volnei Borges 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
À Juliana 
 
AGRADECIMENTOS 
 
 
 
A Juliana Tonet, minha amada. 
 
A Josefina Tonet, mãe da Juliana. 
 
Ao Prof. Alfredo Castro pelo incentivo em prosseguir nos estudos. 
 
Ao Grupo Universitário pelo emprego que me propiciou diversas 
conquistas. 
 
A UFRGS por ser minha casa há mais de 15 anos. 
 
Ao DENUC pelo curso que acabo de concluir. 
 
Ao Instituto de Física da UFRGS pela bela formação que obtive. 
 
Ao povo brasileiro, por ter pagado boa parte dos meus estudos até hoje. 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
LISTA DE ILUSTRAÇÕES 
 REFERÊNCIA BIBLIOGRÁFICA Pg. 
Figura 0.1 - Figura 0.1 – Senhor “Burns” 4 1 
Figura 0.2 – Capa da Revista Super Interessante de 
Julho/07 
4 1 
Figura 0.3 – Emissão de gases causadores do efeito estufa 
devido à geração de eletricidade 
18 1 
Figura 1.1 – Evolução histórica do número de reatores 
comerciais 
18 4 
Figura 3.1 – Uma típica fissão nuclear 18 11 
Figura 3.2 – Reação em Cadeia 4 14 
Figura 3.3 – Reator PWR 6 20 
Figura 3.4 – Reator BWR 6 21 
Figura 3.5 – Reator RBMK (reator pressurizado da água 
com canaletas individuais de combustível), utilizado em 
Chernobyl 
26 21 
Figura 3.6 – Tipos de reatores em uso no mundo 18 22 
Figura 3.7 – Um exemplo de reator de quarta geração 27 22 
Figura 4.1 – O ciclo do combustível nuclear 19 24 
Figura 4.2 – Principais reservas de urânio no mundo 28 27 
Figura 4.3 – Localização das reservas brasileiras de urânio 28 29 
Figura 4.4 - Ultracentrífuga usada pelo Brasil 3 32 
Figura 5.1 – Bloco de vidro rejeitos HLW 18 35 
Figura 5.2 – Comparação entre várias fontes de rejeitos - 
Valores por ano a Europa 
18 37 
Figura 6.1 – Comparação de riscos a saúde para diversos 
sistemas energéticos 
18 44 
Figura 6.2 – O reator RBMK de Chernobyl 4 47 
Figura 6.3 Contenção de Angra I e Angra II 4 55 
Figura 6.4 - O Edifício do Reator, construído em concreto e 
envolvendo a Contenção de aço, é a quarta barreira física 
que serve para impedir a saída de material radioativo para o 
meio ambiente e, além disso, protege contra impactos 
externos (queda de aviões e explosões) 
4 56 
Figura 7.1 – Participação percentual dos cursos 11 62 
Figura 7.2 – Idade dos entrevistados 11 63 
Figura 7.3 – Grau de instrução dos entrevistados 21 69 
Figura 7.4 – Você moraria numa cidade que tenha uma 
usina nuclear? 
21 70 
Figura 7.5 – O Brasil deveria investir no desenvolvimento de 
energia nuclear mais limpa e segura para futuro uso em sua 
matriz energética? 
21 70 
Figura 7.6 - Existem mais de 400 usinas nucleares no 
Mundo. Nos próximos 10 anos como você avalia o risco de 
um acidente sério envolvendo alguma dessas usinas? 
21 72 
 
 
LISTA DE TABELAS 
 REFERÊNCIA 
BIBLIOGRÁFICA 
Pg.
Tabela 2.1 - Geração de energia elétrica mundial 18 7 
Tabela 2.2 – Reatores nucleares no mundo (maio de 2007) 24 8 
Tabela 2.3 - Geração de energia elétrica no Brasil 3 9 
Tabela 3.1 - Energia de cada fissão do U-235 = 200MeV 17 13
Tabela 3.2 - Quantidade de combustível para manter uma 
família durante um mês 
5 13
Tabela 3.3 – Combinações de Moderador e Refrigerante 17 19
Tabela 3.4 – Reatores de potência 17 20
Tabela 4.1 – Aplicações do urânio enriquecido 17 25
Tabela 4.2 – Reservas mundiais de urânio 19 28
Tabela 4.3 – Urânio comercial e capacidade de 
enriquecimento (tSWU/ano) 
18 31
Tabela 5.1 – Principais HLW (resíduos de alto nível) 18 36
Tabela 5.2 – Produção anual de resíduos radioativos (m3 por 
ano) gerada por uma planta de 1.000MWe 
18 36
Tabela 6.1 - Escala Internacional de Eventos Nucleares 
(INES) 
18 41
Tabela 7.1 - Auto-avaliação sobre conceitos de energia 
nuclear 
15 60
Tabela 7.2 - Expressões mais citadas 15 60
Tabela 7.3 - Vantagens citadas 15 60
Tabela 7.4 - Desvantagens citadas 15 61
Tabela 7.5 - Possibilidade de residir perto de usinas 
nucleares 
15 61
Tabela 7.6 - Geração de energia elétrica 15 61
Tabela 7.7 – Primeiro sentimento relativo á radioatividade e 
percentual de rejeição 
11 63
Tabela 7.8 – Definição de Radioatividade: número de 
respostas e percentuais 
11 63
Tabela 7.9 – Conhecimento sobre a Radioatividade Natural 11 64
Tabela 7.10 - Das aplicações da radioatividade, valores 
numéricos de respostas afirmativas por orientação e 
percentuais por grupo. Os itens e valores em itálicos não são 
aplicações nucleares 
11 65
Tabela 7.11 - Para termos mais eletricidade para suprir as 
necessidades do Brasil nos próximos 25 anos, novas usinas 
geradoras precisarão ser construídas. Empresas e agências 
governamentais precisam iniciar o planejamento hoje em dia. 
Como você deseja que seja a escolha da fonte de energia? 
21 71
Tabela 7.12 – Termos mais citados 21 72
 
 
 
 
 
SUMÁRIO 
 
INTRODUÇÃO 1 
 
CAPÍTULO 1 - BREVE REVISÃO HISTÓRICA 3 
 
CAPÍTULO 2 - A ENERGIA NUCLEAR HOJE 7 
2.1 USINAS NUCLEARES EM CONSTRUÇÃO 9 
 
CAPÍTULO 3 - CONCEITOS BÁSICOS SOBRE REATORES 
NUCLEARES 
11 
3.1 O PROCESSO DE FISSÃO NUCLEAR 11 
3.2 ENERGIA LIBERADA NA FISSÃO NUCLEAR 13 
3.3 A MASSA CRÍTICA E A REAÇÃO EM CADEIA 14 
3.4 CARACTERÍSTICAS DOS REATORES DE FISSÃO NUCLEAR 15 
3.4.1 Tipos de reatores 17 
3.4.2 Reatores nucleares de quarta geração 22 
 
CAPÍTULO 4 - O COMBUSTÍVEL NUCLEAR 23 
4.1 INTRODUÇÃO 23 
4.2 O ENRIQUECIMENTO DO URÂNIO 25 
4.3 OCORRÊNCIA DO URÂNIO NO MUNDO 27 
4.4 O TÓRIO (Th-232) 29 
4.5 PRINCIPAIS PAÍSES ENRIQUECEDORES 30 
4.6 FABRICAÇÃO DE ELEMENTOS COMBUSTÍVEIS 32 
4.7 CUSTO DO CICLO DO COMBUSTÍVEL 33 
 
CAPÍTULO 5 - OS SUBPRODUTOS DA FISSÃO NUCLEAR: O LIXO 34 
5.1 ORIGENS DOS REJEITOS RADIOATIVOS 35 
5.2 O DESTINO FINAL 37 
5.2.1 Contaminação do ar 38 
5.2.2 Contaminação da água 38 
5.3 O DESCOMISSIONAMENTO 39 
 
CAPÍTULO 6 - SEGURANÇA NAS USINAS NUCLEARES 40 
6.1 INTRODUÇÃO 40 
6.2 ESCALA INTERNACIONAL DE ACIDENTES NUCLEARES 41 
6.3 ANÁLISES DE SEGURANÇA 42 
6.4 AVALIAÇÕES DE RISCOS DAS USINAS NUCLEARES ORIENTADA 
PELO PRINCÍPIO DA PRECAUÇÃO 
42 
6.5 REATORES COMERCIAIS E SUAS DEFICIÊNCIAS 45 
6.6 ACIDENTES IMPORTANTES 46 
6.6.1 Chernobyl 46 
6.6.2 Acidente em Three Mile Island 50 
6.7 ATOS DE SABOTAGEM E TERRORISMO 52 
6.8 RAZÃO E EMOÇÃO EM TORNO DA TECNOLOGIA NUCLEAR 57 
 
CAPÍTULO 7 - PERCEPÇÃO PÚBLICA SOBRE ENERGIA NUCLEAR 58 
7.1 PESQUISA NÚMERO UM 59 
7.2 PESQUISA NÚMERO DOIS 62 
7.3 AIEA REVELA MAIOR ACEITAÇÃO DA ENERGIA NUCLEAR 66 
7.4 ENQUETE FEITA PARA O PRESENTE TRABALHO 68 
7.5 ANÁLISE DAS PESQUISAS 73 
 
CAPÍTULO 8 - CONCLUSÕES 74 
 
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS 75 
 
APÊNDICE A – FORMULÁRIO DA ENQUETE ONLINE 79 
 
ANEXO A - ENERGIA NUCLEAR VOLTA COMO OPÇÃO MAIS "LIMPA" 82 
ANEXO B - NUCLEAR POWER IN BRAZIL 
 
90 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
1 
 
 
INTRODUÇÃO 
 
 Após um período de intenso desenvolvimento em escala internacional, a geração 
de energia elétrica a partir de fonte nuclear atravessou uma fase de baixo crescimento,em decorrência, principalmente, de dois acidentes com usinas nucleares: Three Mile 
Island (EUA, 1979) e Chernobyl (Ucrânia, 1986). 
 
Figura 0.1 – Senhor 
“Burns”, dono de uma 
usina nuclear no seriado 
Os Simpsons, da Fox. 
Sempre retratado como 
vilão. 
Figura 0.2 – Capa da Revista Super Interessante de Julho 
de 2007, mostrando o “vilão que virou herói 
 
Entretanto, as alterações climáticas do planeta, devido à emissão de gases 
causadores do efeito estufa produzidos, entre outros, pela operação de usinas 
termelétricas; a previsão de escassez de petróleo e a contínua elevação do seus 
preços; a necessidade de garantia de abastecimento de combustíveis; as instabilidades 
geopolíticas internacionais, e a necessidade de diversificação da matriz energética e de 
redução de fontes externas de abastecimento vêm motivando a reconsideração, em 
vários países, da viabilidade de incremento da utilização da energia nuclear. 
2 
 
 
 
Figura 0.3 – Emissão de gases causadores do efeito estufa devido à geração 
de eletricidade 
 
No presente trabalho, são feitas algumas análises genéricas da situação da 
energia nuclear no Brasil e no Mundo. Pela natureza do texto (monografia), não se 
pretendeu um grande aprofundamento (o que acarretaria em muito mais tempo de 
execução) e nem um ineditismo. A idéia foi apresentar elementos para que o leitor 
possa ter um quadro geral da energia nuclear em 2007. Muitos trechos são adaptações 
de fontes checadas e alguns são frutos de posicionamento do autor. 
 
3 
 
 
CAPÍTULO 1 
BREVE REVISÃO HISTÓRICA 
 
A radioatividade artificial foi obtida pela primeira vez em 1934, com os trabalhos 
de Frederick e Irene Joliot-Curie. 
 Em 1935, Enrico Fermi começou uma série de experiências em que foram 
produzidos artificialmente núcleos radioativos, pelo bombardeamento com nêutrons de 
vários elementos. Alguns dos seus resultados sugeriram a formação de elementos 
transurânicos. O que eles observaram foi a fissão nuclear, mais tarde comprovado por 
Otto Hahn. 
 Durante a Segunda Guerra Mundial, as pesquisas na Europa e nos EUA viraram 
assunto militar, culminando com as bombas nucleares de Hiroshima e Nagazaki. 
 Depois da guerra, os EUA procuraram desenvolver um programa que 
preservasse a supremacia americana na tecnologia militar com finalidades pacíficas. 
 Em 1951 entrou em operação um pequeno reator em Idaho Falls, para pesquisar 
as propriedades regeneradoras de um reator rápido. Até 1963 ele sempre forneceu 
energia elétrica para o seu próprio edifício. 
 Esse reator foi construído pelo Laboratório Nacional de Argonne da Universidade 
de Chicago e em 1955-1956 manteve a primeira cidade da história totalmente iluminada 
com energia elétrica proveniente de uma central nuclear. Era a cidade de Arco, em 
Idaho. 
 Em 1953 o Presidente Eisenhower lançou o programa átomos para a Paz, 
propondo colaborações internacionais para desenvolver o uso pacífico da energia 
nuclear. Um pouco antes os soviéticos haviam explodido a primeira bomba atômica 
não-americana. 
 Em 1957 foi fundada em Viena a Agencia Internacional de Energia Atômica, para 
controlar o desenvolvimento mundial da energia atômica. 
 Em 1957 os primeiros submarinos nucleares entraram em operação. 
 Em 1956 a Westinghouse construiu o primeiro reator comercial dos EUA, em 
Shippingport, Pennsylvania. Ele operou até 1982. 
 O primeiro reator europeu entrou em operação em Moscou, no ano de 1946. 
4 
 
 
 Em 1954 os soviéticos inauguraram a primeira planta nuclear de potencia. 
 Na década de 1960, tivemos o amadurecimento da tecnologia de reatores 
nucleares e diversos países entraram no chamado clube nuclear. 
No Brasil, há 25 anos ocorreu o primeiro sincronismo ao sistema elétrico – 
produção de energia elétrica para abastecimento de uma rede – na usina de Angra 1, 
tornando a data um marco histórico da energia nuclear no país. Neste tempo, Angra 1 
produziu 56.462.110 MWh, energia suficiente para abastecer uma cidade como o Rio 
de Janeiro por três anos e meio. 
 
Figura 1.1 – Evolução histórica do número de reatores comerciais 
 
A procura da tecnologia nuclear no Brasil começou na década de 50, com o 
pioneiro nesta área, Almirante Álvaro Alberto, que entre outros feitos criou o Conselho 
Nacional de Pesquisa, em 1951, e que importou duas ultra-centrifugadoras da 
Alemanha para o enriquecimento do urânio, em 1953. 
Nas décadas seguintes o país não passou da instalação de alguns centros de 
pesquisas na área nuclear. 
A decisão da implementação de uma usina termonuclear no Brasil aconteceu em 
1969, quando foi delegado a Furnas Centrais Elétricas S.A. a incumbência de construir 
nossa primeira usina nuclear. É muito fácil concluir que em nenhum momento se 
pensou numa fonte para substituir a energia hidráulica, da mesma maneira que também 
após alguns anos, ficou bem claro que os objetivos não eram simplesmente o domínio 
5 
 
 
de uma nova tecnologia. Estávamos vivendo dentro de um regime de governo militar e 
o acesso ao conhecimento tecnológico no campo nuclear permitiria desenvolver 
submarinos e armas. O Programa Nuclear Paralelo, somente divulgado alguns anos 
mais tarde, deixou bem claro as intenções do país em dominar o ciclo do combustível 
nuclear, tecnologia esta somente do conhecimento de poucos países no mundo. 
Em junho de 1974, as obras civis da Usina Nuclear de Angra 1 estavam em 
pleno andamento quando o Governo Federal decidiu ampliar o projeto, autorizando 
Furnas a construir a segunda usina. 
 Em 1975, com a justificativa de que o Brasil já apontava escassez de energia 
elétrica para breve, uma vez que o potencial hidroelétrico já se apresentava quase que 
totalmente instalado, foi assinado com a Alemanha o Acordo de Cooperação Nuclear, 
pelo qual o Brasil compraria oito usinas nucleares e obteria toda a tecnologia 
necessária ao seu desenvolvimento nesse setor. 
 Angra 1 encontra-se em operação desde 1982 e fornece ao sistema elétrico 
brasileiro uma potência de 657 MW. Angra 2, após longos períodos de paralização nas 
obras, iniciou sua geração entregando ao sistema elétrico mais 1300 MW, o dobro de 
Angra 1. 
 A Central Nuclear de Angra está pronta para receber sua terceira unidade. 
Em função do acordo firmado com a Alemanha, boa parte dos equipamentos desta 
usina já estão comprados e estocados no canteiro da Central, com as unidades 1 e 2 
existentes, praticamente toda a infra-estrutura necessária para montar Angra 3 já existe, 
tais como pessoal treinado e qualificado para as áreas de engenharia, construção e 
operação, bem como toda a infra-estrutura de canteiro e sistemas auxiliares externos. 
Por isso, considera-se acertada a decisão de construção de Angra 3, conforme já 
exposto no CAPÍTULO 1. 
Brasil e França assinaram, em 2002 , um acordo de cooperação para utilização 
da energia nuclear para fins pacíficos. 
A França ira participar financeiramente do projeto de Angra 3 e poderá contribuir 
com a venda de equipamentos adicionais e, sobretudo em termos de cooperação 
técnica e treinamento de pessoal. 
 
6 
 
 
 
 
O interesse dos franceses nesse projeto nuclear pode ser explicado pelo fato de 
que a estatal francesa Framatom comprou 80% da Siemens, fabricante do reator 
comprado pelo Brasil. 
7 
 
 
 
 
CAPÍTULO 2 
A ENERGIA NUCLEAR HOJE 
 
As usinas nucleares participam com cerca de 16% do total da energia elétrica 
produzida no mundo, embora correspondam a apenas 12% da capacidade elétrica 
instalada. Isso indica que a maior parte das usinas nucleares opera com fatores de 
utilização superiores aos das usinas elétricas convencionais.Tabela 2.1 - Geração de energia elétrica mundial 
Tipo de Usina Participação 
Carvão 40,1
Gás 19,4
Hidrelétricas 15,9
Nuclear 15,8
Óleo 6,9
Outros 1,9
Total 100,0
Fonte: Agência Internacional de Energia Atômica - AIEA 
 
 
8 
 
 
Tabela 2.2 – Reatores nucleares no mundo (maio de 2007) 
 GERAÇÃO DE 
ELETRICIDADE 
POR USINAS 
NUCLEARES 
OPERAÇÃO CONSTRUÇÃO PLANEJADOS PROPOSTOS CONSUMO 
DE URÂNIO 
 billion 
kWh 
% e No. MWe No. MWe No. MWe No. MWe t
Argentina 7.2 6.9 2 935 1 692 0 0 1 700 135 
Armenia 2.4 42 1 376 0 0 0 0 1 1000 51 
Belgium 44.3 54 7 5728 0 0 0 0 0 0 1079 
Brazil 13.0 3.3 2 1901 0 0 1 1245 4 4000 338
Bulgaria 18.1 44 2 1906 0 0 2 1900 0 0 255
Canada* 92.4 16 18 12595 2 1540 4 4000 0 0 1836 
China 51.8 1.9 11 8587 4 3170 23 24500 54 42000 1454 
China: 
Taiwan 
38.3 20 6 4884 2 2600 0 0 0 0 906 
Czech 
Republic 
24.5 31 6 3472 0 0 0 0 2 1900 550 
Egypt 0 0 0 0 0 0 0 0 1 600 0 
Finland 22.0 28 4 2696 1 1600 0 0 0 0 472
France 428.7 78 59 63473 0 0 1 1630 1 1600 10368
Germany 158.7 32 17 20303 0 0 0 0 0 0 3486 
Hungary 12.5 38 4 1773 0 0 0 0 0 0 254 
India 15.6 2.6 17 3779 6 2976 4 2800 15 11100 491 
Indonesia 0 0 0 0 0 0 0 0 4 4000 0
Iran 0 0 0 0 1 915 2 1900 3 2850 143
Israel 0 0 0 0 0 0 0 0 1 1200 0 
Japan 291.5 30 55 47577 2 2285 11 14945 1 1100 8872 
Kazakhstan 0 0 0 0 0 0 0 0 1 300 0 
Korea DPR 
(North) 
0 0 0 0 0 0 1 950 0 0 0
Korea RO 
(South) 
141.2 39 20 17533 1 950 7 8250 0 0 3037 
Lithuania 8.0 69 1 1185 0 0 0 0 1 1000 134
Mexico 10.4 4.9 2 1310 0 0 0 0 2 2000 257
Netherlands 3.3 3.5 1 485 0 0 0 0 0 0 112 
Pakistan 2.6 2.7 2 400 1 300 2 600 2 2000 64 
Romania 5.2 9.0 1 655 1 655 0 0 3 1995 92 
Russia 144.3 16 31 21743 5 2720 8 9600 18 21600 3777
Slovakia 16.6 57 5 2064 2 840 0 0 0 0 299 
Slovenia 5.3 40 1 696 0 0 0 0 1 1000 145 
South Africa 10.1 4.4 2 1842 0 0 1 165 24 4000 332 
Spain 57.4 20 8 7442 0 0 0 0 0 0 1473
Sweden 65.1 48 10 9076 0 0 0 0 0 0 1468
Switzerland 26.4 37 5 3220 0 0 0 0 0 0 575 
Turkey 0 0 0 0 0 0 3 4500 0 0 0 
 
Ukraine 84.8 48 15 13168 0 0 2 1900 20 21000 2003
United 
Kingdom 
69.2 18 19 10982 0 0 0 0 0 0 2021
USA 787.2 19 103 98254 1 1155 2 2716 21 24000 20050 
Vietnam 0 0 0 0 0 0 0 0 2 2000 0 
WORLD 2658 16 437 370,040 30 22,398 74 81,601 182 151,345 66,529
FONTE: AIEA 
Operando = conectados a rede de distribuição 
Construção = em fase real de construção 
Planejados = aprovados e com fundos alocados, com definição de local, mas suspensos 
Propostos = intenção de construir, mas sem recursos alocados e/ou aprovação 
 
 
 
 
 
9 
 
 
Tabela 2.3 - Geração de energia elétrica no Brasil 
Tipo de Usina Geração total (junho/2005 a maio/2006) 
 (MW) % 
Hidrelétricas 42.771,9 92,1
Gás 1.654,9 3,6
Nuclear 1.360,9 2,9
Carvão 482,2 1,0
Óleo 162,1 0,4
Totais 46.432,0 100,00
Fonte: Operador Nacional do Sistema Elétrico – ONS 
 
2.1 USINAS NUCLEARES EM CONSTRUÇÃO 
 
Previstas para serem retomadas no último trimestre de 2007, as obras de Angra 
3 finalmente deixarão de ser apenas planos. Com a aprovação do Conselho Nacional 
de Política Energética (CNPE), na reunião do dia 25 de junho de 2007, a construção da 
terceira usina nuclear do Brasil se tornou uma realidade, com o seu término 
programado para 2013. 
Nesta reunião, foram apresentados os estudos do Plano Nacional de Energia 
(PNE-2030), elaborados pela Empresa de Pesquisa Energética (EPE), sob a 
coordenação Ministério de Minas e Energia. 
O plano indica que o país, possivelmente, precisará de quatro novas usinas 
nucleares até 2030, sem contar Angra 3, para atender a demanda de energia. Ele não 
determina o total de usinas a serem construídas, mas representa uma visão estratégia 
do Governo sobre as necessidades futuras do Brasil. De acordo com o plano, o país 
necessitará gerar mais 5.300 MWh de energia nuclear nos próximos 23 anos, incluindo 
os 1.350 MWh de Angra 3, e dos cerca de 2.000 MWh atualmente gerados por Angra 1 
e Angra 2. 
Até 2005, os Estados Unidos (com 104 usinas em operação e nenhuma em 
construção) ampliaram em 20 anos a vida útil de 39 dessas usinas (43.380 MW de 
10 
 
 
potência instalada), o que equivale, em termos de geração futura, à construção de 21 
novas usinas de 1000 MW cada uma, sem os custos de projeto, construção, montagem 
e comissionamento. 
Em 2005, oito novos reatores iniciaram sua operação comercial no Japão, 
Rússia, Ucrânia, Índia e Coréia do Sul; um foi religado no Canadá e dois foram 
fechados, um na Alemanha e outro na Suécia. 
Pesquisas realizadas na Grã-Bretanha verificam que o público em geral aceitaria 
uma política energética que combinasse a energia renovável com construção de novas 
usinas nucleares. 
Um relatório da Ontário Power Authority (órgão regulador do Canadá), a pedido 
do governo, propõe que a geração de energia elétrica de fonte nuclear seja mantida no 
mesmo patamar atual até 2025. Isso implica em construção de novas usinas, na 
ampliação de vida útil das existentes ou no religamento de unidades desativadas. 
Foram publicados recentemente novos estudos sobre o custo da geração 
nuclear, entre eles o New Economics of Nuclear Power da World Nuclear Association 
(WNA), onde este valor é mais barato entre todos os outros combustíveis. 
 
11 
 
 
CAPÍTULO 3 
CONCEITOS BÁSICOS SOBRE REATORES NUCLEARES 
 
3.1 O PROCESSO DE FISSÃO NUCLEAR 
 
Somente se produz fissão nuclear em certos núcleos de numero atômico e 
mássico elevado, sendo um fator que contribui de modo importante o alto valor de Z 
(numero atômico) e, por conseguinte, o da força repulsiva existente no interior do 
núcleo. No processo de fissão, o núcleo composto excitado, que se forma após a 
absorção de um nêutron, se divide em dois núcleos mais rápidos, denominados 
fragmentos de fissão. Quando a energia cinética do nêutron incidente é pequena, ou 
seja, é um nêutron lento, os dois fragmentos geralmente possuem massas diferentes. 
Dito de outra forma, a fissão simétrica por nêutrons lentos é rara; na maioria das fissões 
provocadas por nêutrons lentos, a relação de massas dos fragmentos de fissão é 
aproximadamente de 2 a 3. 
Figura 3.1 – Uma típica fissão nuclear 
 
Somente três núcleos (U-233, U-235 e Pu-239), possuem estabilidade suficiente 
para poderem ser armazenados durante um longo tempo e são fissionáveis por 
12 
 
 
nêutrons de todas as energias, desde valores térmicos até milhões de eletro-volt. Dos 
três, unicamente o U-235 existe na Natureza; os outros dois são produzidos 
artificialmente a partir do U-238 e Th-232, por captura neutrônica seguida de duas 
desintegrações beta. São conhecidas algumas espécies mais capazes de experimentar 
a fissão de nêutrons de qualquer energia, porém são fortemente radioativas e se 
desintegram tão rapidamente que não oferecem valor prático para obtenção de energia 
nuclear. 
Alem dos nuclídeos fissionáveis por nêutrons de qualquer energia, existem 
outros que requerem nêutrons rápidos para produzir fissão, destacando-se entre eles o 
Th-232 e o U-238. 
Do ponto de vista da utilização da energia nuclear, a importância do processo de 
fissão se direciona em dois caminhos. O primeiro é que nesse processo se libera uma 
grande quantidade de energia por unidade de massa de combustível nuclear, e 
segundo é que a reação de fissão, iniciada por nêutrons, origina a liberação de mais 
nêutrons. Esta combinação é, justamente, o que faz possível o projeto de um reator 
nuclear, onde se estabelece a reação em cadeia, autossustentada, com produção 
contínua de energia. Uma vez iniciada a fissão dealguns núcleos, mediante uma fonte 
externa de nêutrons, os nêutrons produzidos na reação se propagam a outros núcleos. 
Deve-se notar, entretanto, que uma reação autossustentada somente é possível com 
certos núcleos fissionáveis. Nem o Th-232, nem o U-238 podem manter uma reação em 
cadeia, devido a baixa probabilidade de fissão. 
A liberação de nêutrons no processo de fissão ocorre porque o núcleo composto 
U-236, que se forma quando o núcleo de U-235 captura um nêutron, a relação de 
nêutrons e prótons é da ordem de 1,57; em conseqüência, ao cindir-se esse núcleo em 
dois fragmentos com numero de massa compreendidos entre 95 e 140, a relação 
nêutron/próton deve ter o mesmo valor nos produtos. Se os núcleos produzidos por 
fissão dispõem de energia de excitação suficiente, podem emitir nêutrons, tendendo 
com isso a adquirir maior estabilidade. 
 
13 
 
 
3.2 ENERGIA LIBERADA NA FISSÃO NUCLEAR 
 
Para determinar a quantidade de energia liberada por fissão de um núcleo 
atômico, uma das formas é determinar a diminuição de massa, a partir das massas 
iniciais, e aplicar a relação massa-energia de Einstein E=mc², onde: 
“E” é o equivalente energética da massa “m” e “c” é a rapidez da luz no vácuo. 
 
Tabela 3.1 - Energia de cada fissão do U-235 = 200MeV 
MeV
Energia cinética do fragmento da fissão 166
Nêutrons 5
Raios gama imediatos 7
Raios gama dos produtos da fissão 7
Partículas beta 7
Neutrinos 10
Fonte: Murray, 2004 
 
 Por comparação, vejamos a quantidade de energia liberada por outras fontes de 
energia: 
Tabela 3.2 - Quantidade de combustível para manter uma família durante um mês 
FONTE QUANTIDADE 
Nuclear 10g de urânio
Termoelétrica 1.200kg de carvão
Biomassa 75.000kg de bagaço de cana
Hidroelétrica 5 piscinas olímpicas
Eólica 1 dia de uma grande turbina
Solar 2 anos de sol
Fonte: Revista SUPERINTERESSANTE, 2007 
14 
 
 
3.3 A MASSA CRÍTICA E A REAÇÃO EM CADEIA 
 
Como em cada ato de fissão se liberam dois ou três nêutrons e somente se 
necessita um para manter a fissão em cadeia, parece a primeira vista que, iniciada a 
reação em uma massa determinada de material físsil, esta se manterá por si mesma. 
Não é assim que acontece, pois nem todos os nêutrons de fissão são aproveitáveis 
para manter a reação em cadeia. Alguns nêutrons se perdem por outros tipos de 
reação, principalmente captura radioativa, com os diversos materiais estranhos 
existentes no sistema e inclusive com sua própria espécie físsil, além de que alguns 
nêutrons escapam definitivamente do sistema. A fração dos nêutrons que escapam, ou 
seja, que saem definitivamente dos limites geométricos do sistema pode reduzir-se 
convenientemente aumentando o tamanho – ou massa – do material físsil. A 
quantidade mínima de material capaz de manter a fissão em cadeia, uma vez que ela 
seja iniciada com uma fonte externa de nêutrons, recebe o nome de massa critica. 
Figura 3.2 – Reação em Cadeia 
 
A massa critica necessária para o funcionamento de um reator depende de um 
grande numero de fatores, porém para certo reator tem sempre um valor definido. 
15 
 
 
Assim, por exemplo, a massa critica de U-235 pode variar de menos de 1 kg, quando se 
trata de sistemas constituídos por soluções aquosas de um sal de urânio com 90% de 
isótopo físsil, até mais de 200 kg que conteriam 30 toneladas de urânio natural 
incrustadas em uma matriz de grafite. O urânio natural somente, com um conteúdo 
aproximado de 0,7% de U-235 não pode alcançar a criticidade, por maior que seja a 
sua massa, devido às perdas excessivamente grande de nêutrons por reações distintas 
da fissão. 
 
3.4 CARACTERÍSTICAS DOS REATORES DE FISSÃO NUCLEAR 
 
Apesar das variedades de sistemas de reatores nucleares, tanto no que se refere 
ao desenho e componentes, existem certo numero de características gerais que todos 
esses sistemas possuem em comum, em maior ou menor grau. Um reator consta de um 
núcleo ativo, no qual se mantém a cadeia de fissões e onde se libera quase toda a 
energia de fissão na forma de calor. O núcleo de reator contem o combustível nuclear, 
constituído por um nuclídeo físsil. Na maioria das vezes queremos que a fissão seja 
feita por nêutrons lentos, o que necessita o uso de um moderador. A função do 
moderador é de frear os nêutrons de grande energia procedentes da reação de fissão, 
principalmente por meio de colisões de dispersão elástica. Os melhores moderadores 
são aqueles materiais que são formados por elementos de número de massa pequeno, 
com pouca probabilidade de capturar nêutrons; como exemplos desta classe têm a 
água comum, água pesada (óxido de deutério) e hidrocarbonetos. A natureza do 
combustível e do moderador, assim como as proporções relativas a ambos, determina 
as energias da maioria dos nêutrons que produzem fissão. 
O núcleo do reator está cercado por um refletor de nêutrons, constituído por um 
material cuja natureza é determinada, em grande parte, pela distribuição energética dos 
nêutrons existentes no reator. A função do refletor é reduzir a perda de nêutrons por 
escape, contradispersando parte dos que conseguiram escapar. Por conseguinte, o uso 
de refletor ocasiona uma diminuição na massa critica do núcleo físsil. Se o núcleo 
possui um moderador de nêutrons, pode-se utilizar como refletor esse mesmo material 
16 
 
 
ou outro moderador. Se o reator for do tipo que exige nêutrons de alta energia, deve-se 
evitar a presença de materiais moderadores; nesse caso, o refletor deve ser feito de 
algum material denso, ou seja, com elevado número de massa. 
O calor gerado no núcleo de um reator, como conseqüência das fissões que ali 
tem lugar, se elimina os excessos por meio de um refrigerante adequado. Entre os 
refrigerantes usados, temos a água líquida, o sódio líquido, certos compostos 
orgânicos, os gases do ar, dióxido de carbono e hélio. Quando desejamos converter em 
energia elétrica a energia térmica produzida no reator, o calor do refrigerante é 
geralmente transmitido a um fluido de trabalho, com o objetivo de produzir vapor de 
água ou um gás a temperatura elevada. Esse vapor é utilizado num sistema 
convencional de turbina-gerador. Em alguns reatores, faz-se que a água ferva dentro do 
próprio núcleo do reator, ou seja, o calor gerado pela fissão é utilizado diretamente para 
produzir vapor. 
Quanto maior a temperatura do vapor ou do fluido de trabalho usado, maior será 
o rendimento de conversão em potência útil. Por conseguinte, num reator de potência, 
interessa operar a mais alta temperatura possível. Alem disso, sob o ponto de vista 
econômico, interessa que a potência específica do reator, ou seja, a taxa de geração de 
calor por unidade de massa de material físsil seja elevada. No que se refere a 
considerações nucleares, não existem limites a temperatura ou nível de potencia que 
um reator pode alcançar. Isso significa que as limitações de operação são 
determinadas, na pratica, por questões tecnológicas e econômicas. A extração de calor 
deve ser feita num ritmo que permita ao refrigerante alcançar temperaturas elevadas, 
porém sem que se criem tensões térmicas ou temperaturas internas perigosamente 
altas, que poderiam causar danos irreparáveis ao reator. 
A geração de calor num reator é proporcional ao número de fissões e este vem 
determinado em cada sistema pela densidade neutrônica, ou seja, o número de 
nêutrons por unidade de volume. Por isso, as operações de controle se realizam 
variando a densidade neutrônica no núcleo do reator. Isso é feito principalmente pela 
inserção de barras móveis de um material que captura nêutrons com facilidade, como 
cádmio ou boro. 
17 
 
 
3.4.1 Tipos de reatoresExistem muitas combinações de materiais e disposições possíveis para se 
construir um reator nuclear operacional. Devido a isso, temos várias classificações para 
os tipos de reatores: 
a) quanto a finalidade: 
 - reatores de pesquisa e desenvolvimento, destinados a pesquisa e não objetivam a 
produção de energia elétrica. São úteis na produção de radio-isótopos, utilizados em 
aplicações medicas, por exemplo. 
 - reatores de produção e reatores de potencia são usados para o aproveitamento 
dos materiais férteis (U-238 e Th-232), a partir dos quais são fabricados os elementos 
físseis. Existem poucos reatores desse tipo. Podem ser facilmente adaptados para 
produção de combustível nuclear para armas. 
 - reatores de potência são os utilizados para produção de energia elétrica. Existem 
reatores fixos (os das centrais nucleares) e os móveis, utilizados em navios e 
submarinos. 
b) quanto a energia dos nêutrons 
Ainda que os reatores nucleares possam ser classificados de vários modos, a 
distinção mais fundamental é a que se baseia na energia cinética dos nêutrons 
responsáveis pela fissão. Quase todos os nêutrons liberados por fissão possuem 
energias elevadas e, por tanto, caso não exista um moderador no núcleo ou um refletor, 
a maioria das fissões serão produzidas por nêutrons rápidos. O reator que utiliza esse 
tipo de situação é chamado de reator rápido. O combustível de tais reatores deve 
conter uma proporção considerável de – por volta de 10% ou mais – de material físsil. O 
restante deve ser de alguma substância de número de massa elevado, já que os 
elementos de número atômico baixo freariam os nêutrons. Também se devem evitar 
materiais cujos elementos possam provocar dispersão inelástica e, portanto, 
moderação, de nêutrons moderadamente altos. 
Se no núcleo do reator rápido, ou no que se chama de capa fértil em torno do 
mesmo, existe uma espécie fértil, esta se converterá em físsil por captura neutrônica. O 
número de capturas inúteis – ou parasitas – de nêutrons rápidos é relativamente 
18 
 
 
pequeno, de modo que, se mantém mínima a perda de nêutrons por escape, cabe a 
possibilidade de que se disponha de mais de um nêutron, por fissão, para a conversão 
de núcleos férteis em físseis. Nessas condições, é possível que se produza mais 
material físsil, por captura neutrônica, do que se consume por fissão. 
Quando o nuclídeo físsil produzido é idêntico ao empregado para produzir a 
fissão em cadeia, o reator se denomina reprodutor. Um reator rápido que utilize Pu-239 
como combustível e U-238 como espécie fértil, pode atuar como reator de potência e 
reprodutor, gerando energia e, ao mesmo tempo, produzindo mais Pu-239 do que 
consome. Também é possível um reator rápido análogo, reprodutor e de potencia, que 
utilize U-233 e Th-232 como nuclídeos físseis e férteis, respectivamente. Parece, 
entretanto, que a reprodução nesse sistema pode lograr-se em reatores de outros tipos, 
com vantagens sobre os reatores rápidos. 
As reservas de U-235, único material físsil existente na Natureza, são pequenas. 
Por conseguinte, chegará ao fim algum dia, com o esgotamento das reservas de todo 
U-235 aproveitável. O aproveitamento do U-238 e do Th-232 dependerá do emprego de 
U-239 e U-233 para manter a fissão em cadeia. Por esse motivo, são importantes os 
reatores reprodutores, que produzem e consomem nuclídeos físseis. 
Quando o núcleo do reator contém uma proporção considerável de moderador, a 
elevada energia dos nêutrons de fissão cai rapidamente a região térmica. A maior parte 
das fissões em reatores desse tipo, que são chamados de reatores térmicos, será 
produzida por nêutrons térmicos ou lentos. Os reatores térmicos têm sobre os rápidos a 
vantagem de serem mais flexíveis em termos de desenho, podendo-se fazer escolhas 
entre diversos moderadores, refrigerantes e materiais combustíveis. Em contrapartida, 
os reatores rápidos são bem menores. 
c) quanto à combinação moderador e refrigerante: 
Existem diversas combinações possíveis de moderador e refrigerante, 
destacando-se: 
 
 
 
 
19 
 
 
Tabela 3.3 – Combinações de Moderador e Refrigerante 
Moderador Refrigerante 
Água leve Água leve
Água pesada Dióxido de carbono
Grafite Hélio
Berílio Sódio líquido
 
d) quanto ao combustível: 
O urânio com teor de U-235 variando do urânio natural (0,7%) a levemente 
enriquecido (3%) a altamente enriquecido (90%) é empregado em vários reatores, com 
o enriquecimento dependendo do conjunto. Os nuclídeos físseis Pu-239 e U-233 são 
produzidos e consumidos em reatores contendo quantidades significativas de U-238 ou 
Th-232. O Pu-239 serve como combustível para reatores rápidos regeneradores e 
podem ser reciclados como combustível para reatores térmicos. O combustível pode ter 
várias apresentações físicas: metal ou liga, composto UO2, UC, etc. 
e) quanto à disposição: 
Pode-se isolar o combustível do refrigerante, formando a chamada disposição 
heterogênea, que é a mais utilizada. Outras disposições são as chamadas 
homogêneas, onde se tem a mistura de combustível e moderador ou combustível e 
moderador-refrigerador. 
f) quanto aos materiais estruturais 
As várias funções num reator são usadas para dar nome a certo tipo de reator. 
Alguns dos reatores de potencia mais utilizados são: 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
Comb
Enriq
Mode
Refrig
Reve
Contr
Vaso
PWR –
BWR –
CAND
Fonte
 
bustível 
quecimento 
erador 
gerante 
estimento 
role 
 
– Pressurized W
– Boiling Wate
DU – Canadianu
e: Murray, 20
T
Água 
Pressurizad
(PWR) 
UO2 
U-235 a 3%
Água 
Água 
Zircaloy 
Hastes 
B4C ou Ag-
Cd 
Aço 
Water Reactor 
r Reactor 
uranium-deuter
004 
Tabela 3.4 
da 
Água e
Ebuliçã
(BWR)
UO2 
% U-235 
2,5% 
Água 
Água 
Zircalo
de 
-In-
Cruzes
B4C 
Aço 
rium 
Figura 
– Reatores
em 
ão 
Águ
e 
urâ
(CA
PH
UO
a U-2
Águ
Águ
y Zirc
s de Nív
mo
Aço
HTG
LMF
PHW
3.3 – Reat
s de potên
ua pesada 
ânio natural 
ANDU) ou 
WR 
O2 
235 a 0,7%
ua pesada 
ua pesada 
caloy 
vel do 
oderador 
o 
GR - High Temp
BR – Liquid M
WR – Pressuris
tor PWR 
ncia 
Refrigerado
gás, alta 
Temperatu
(HTGR) 
UC2,ThC2
U-235 a 93
Grafite 
Hélio gasos
Grafite 
Hastes 
B4C 
Concreto 
protendido
perature gás-co
etal Fast Breed
ed Heavy Wate
o a 
ra 
Regen
Rápido
Metal l
(LMFB
PuO2, 
3% Pu-239
15% 
Nenhu
so Sólido 
Aço 
inoxidá
de Tântalo
hastes
B4C 
Aço 
ooled Reactor 
der Reactor 
er Reactor 
erador 
o com 
íquido 
BR) 
UO2 
9 a 
m 
líquido 
ável 
o ou 
 de 
 
20 
 
 
 
Figura 3.55 – Reator 
individuais
Figura 
RBMK (re
s de comb
3.4 – Reat
ator press
ustível), ut
tor BWR 
urizado da
tilizado em
a água com
m Chernoby
m canaletas
yl 
 
 
s 
21 
22 
 
 
 
Figura 3.6 – Tipos de reatores em uso no mundo 
3.4.2 Reatores nucleares de quarta geração 
 
Reatores de Quarta geração (Gen IV) é um conjunto de projetos de reatores 
nucleares teóricos que estão atualmente sendo pesquisados. Em geral não se espera 
que estes projetos tenham aplicação comercial antes de 2030. Os reatores em 
operação atualmente no mundo são geralmente considerados sistemas de segunda ou 
terceira geração. As pesquisas deste tipo de reator começaram oficialmente no Fórum 
Internacional da Quarta Geração (Generation IV International Forum (GIF)) que propôs 
oito objetivos tecnológicos. Os objetivosprimários são: melhorar a segurança nuclear, 
melhorar a resistência à proliferação, minimizar a produção de lixo nuclear e a utilização 
de recursos naturais e diminuir o custo da construção e operação das centrais 
nucleares. 
 
Figura 3.7 – Um exemplo de reator de quarta geração 
23 
 
 
CAPÍTULO 4 
O COMBUSTÍVEL NUCLEAR 
 
4.1 INTRODUÇÃO 
 
A produção de combustível nuclear, sua utilização no reator e a recuperação de 
materiais físseis e férteis, constituem o ciclo do combustível. Representa este ciclo um 
aspecto importante do projeto de um reator, devido principalmente a sua influência 
sobre a economia da energia nuclear. Em primeiro lugar, o processo de mineração do 
urânio para conversão em um material de grande pureza que possa ser utilizado como 
combustível exige um esforço considerável; o combustível pode ser urânio metálico, 
oxido de urânio ou até um sal solúvel em água como o sulfato de urânio. Más a maioria 
dos reatores utiliza urânio enriquecido com o isótopo físsil U-235, ou seja, numa 
proporção maior do que a encontrada em estado natural. Devido a isso, deve-se incluir 
na preparação dos materiais combustíveis, um processo de separação isotópica. 
A vida do combustível de um reator depende de diversos fatores: 
a) alterações dimensionais dos elementos combustíveis sólidos, 
b) acumulação de produtos de fissão “venenosos”, especialmente em reatores térmicos, 
c) esgotamento do material físsil. 
Normalmente é preciso substituir o combustível quando apenas uma pequena 
percentagem do total de espécies físseis e férteis fora consumida. Os materiais não 
usados são reciclados para reutilização. Apesar da pequena utilização de material físsil, 
a radioatividade intensa dos produtos de fissão introduz um problema peculiar com 
relação ao tratamento de combustíveis usados. 
Os processos de separação do urânio, plutônio e produtos de fissão, podem ser 
bastante complexos, dependendo da forma em que se encontram no reator. Em 
particular, os reatores térmicos requerem um alto grau de descontaminação, ou seja, de 
eliminação de produtos de fissão, com o objetivo de reduzir ao mínimo a quantidade de 
absorvedores neutrônicos. Esse problema é menos grave quando se trata de 
24 
 
 
combustível para reatores rápidos, devido a que, em geral, a probabilidade de captura 
sem fissão de nêutrons rápidos é pequena. Em qualquer caso, no entanto, a eliminação 
de produtos de fissão radioativos é sempre necessária, para que no final se possa 
fabricar-se o material recuperado até dar-lhe uma forma especifica, sem que exista um 
risco biológico. 
Figura 4.1 – O ciclo do combustível nuclear 
 
25 
 
 
4.2 O ENRIQUECIMENTO DO URÂNIO 
 
 Do minério de urânio até a obtenção do metal urânio vai um longo trabalho. Foram 
desenvolvidos vários processos de enriquecimento de urânio, entre eles o da difusão 
gasosa e da ultracentrifugação (em escala industrial), o do jato centrífugo (em escala de 
demonstração industrial) e um processo a Laser (em fase de pesquisa). Por se tratarem 
de tecnologias sofisticadas, os países que as detêm oferecem empecilhos para que 
outras nações tenham acesso a elas. 
 O processo de coletar o urânio natural, contendo 0,7% de U-235, 99,3% de U-238 
e traços de U-234, e retirar uma quantidade de U-238 para aumentar a concentração de 
U-235, é conhecido como enriquecimento. O melhor processo é aquele que envolve o 
menor custo de produção. Para a produção de 1 kg de U-235 enriquecido entre 3 e 3,5 
% é necessário o consumo de cerca de 2.300 kWh. 
 
Tabela 4.1 – Aplicações do urânio enriquecido 
Nível de pureza Aplicação 
0,72% Urânio natural
3-4% Usinas nucleares
40% Barcos e submarinos russos
80% Barcos e submarinos americanos
90% Bombas nucleares
 
 Para separar o isótopo de U-235 do U-238, o método mecânico se mostrou 
eficiente, utilizando uma máquina centrífuga para separação. A taxa de conversão é da 
ordem de 500 partes de minério para se obter 1 parte de metal. Desta parte, mais de 
99% é de U-238, sem finalidade na indústria nuclear. 
 Em termos simples, a ultracentrífuga segue o mesmo princípio das centrífugas 
domésticas, usadas para preparar alimentos: propicia a separação do material de maior 
peso, que é jogado para a parede do recipiente, daquele de menor peso, que fica mais 
concentrado no centro. No processo chamado de enriquecimento acontece algo 
26 
 
 
semelhante. 
 O U-235 é apenas ligeiramente mais leve que o U-238, adiciona-se flúor ao metal, 
formando o gás hexafluoreto de urânio. Para o combustível nuclear interessa apenas o 
isótopo U-235, que é físsil. E como no urânio natural há uma quantidade muito pequena 
de U-235, é preciso fazer essa separação, ou aumentar a concentração do urânio físsil. 
 Dentro da centrífuga, o isótopo de urânio U-235 tende a concentrar-se mais no 
centro, e o U-238 fica mais próximo à parede do cilindro. Duas tubulações de saída 
recolhem o urânio, sendo que numa delas segue o urânio que tiver maior concentração 
de isótopos U-235 (urânio enriquecido), e na outra, o que tiver mais U-238 (chamado de 
subproduto). 
 Dessa centrífuga o urânio é repassado para outra centrífuga e assim por diante, 
num processo em cascata. No final dessa cascata é recolhido o urânio com maior nível 
de enriquecimento, enquanto que na base permanece o subproduto. Através de uma 
tubulação, o hexafluoreto de urânio (UF6) é aquecido em uma autoclave a 100°C, 
adicionam-se outras substâncias, dando origem ao tricarbonato de amônia uranila. 
Quando o gás passa por um filtro o pó de dióxido de urânio (UO2) fica retido e é 
prensado e aquecido a 1.750°C. 
 O aproveitamento unitário das centrífugas é muito pequeno, sendo, portanto 
necessário uma bateria de máquinas para permitir a obtenção de maior quantidade de 
urânio enriquecido. 
 Enquanto não dominava o processo de enriquecimento, que aumenta a 
porcentagem do isótopo U-235, este era feito, na Alemanha e Holanda, pelo consórcio 
europeu URENCO. 
A conversão de urânio é o processo que consiste na transformação de 
concentrados de urânio, o chamado "yellow cake". O material volta ao país como 
hexafluoreto de urânio (UF6). Com ele, as Indústrias Nucleares do Brasil fabricam, em 
Resende (RJ), as pastilhas de dióxido de urânio (UO2), que abastecem o reatores de 
Angra. 
 
27 
 
 
4.3 OCORRÊNCIA DO URÂNIO NO MUNDO 
 
Encontram-se vestígios de urânio em quase todas as rochas sedimentares da 
crosta terrestre, embora este não seja muito abundante em depósitos concentrados. O 
minério de urânio mais comum e importante é a uraninita, composta por uma mistura de 
UO2 com U3O8. O maior depósito do mundo de uraninita situa-se nas minas de 
Leopoldville no Congo, na África. Outros minerais que contêm urânio são a euxenita, a 
carnotita, a branerita, a torbernite e a coffinita. Os principais depósitos destes minérios 
situam-se nos EUA, Canadá, Rússia e França. 
 
 
Figura 4.2 – Principais reservas de urânio no mundo 
 
 
Embora exista urânio sobre toda a crosta terrestre, as reservas economicamente 
exploráveis são aquelas com custo de exploração inferior a US$ 130,00/kg. Segundo 
esse critério, temos a seguinte distribuição: 
 
28 
 
 
Tabela 4.2 – Reservas mundiais de urânio 
País Reservas 
Toneladas de urânio % 
Cazaquistão 957.000 21,7
Austrália 910.000 20,6
África do Sul 369.000 8,4
Estados Unidos 355.000 8,0
Canadá 332.000 7,5
Brasil 309.000 7,0
Namíbia 287.000 6,5
Outros 897.000 20,3
Total 4.416.000 100,00
Fonte: Indústrias Nucleares do Brasil S.A. - INB 
 
 
O Brasil, segundo dados oficiais (INB - Indústrias Nucleares do Brasil S.A.), 
ocupaa sexta posição no ranking mundial de reservas de urânio (por volta de 309.000t 
de U2O8). Segundo esta empresa, apenas 25% do território nacional foi objeto de 
prospecção, e as duas principais delas são a de Caetité (mina Lagoa Real), e Santa 
Quitéria (Ceará). 
 
29 
 
 
 
Figura 4.3 – Localização das reservas brasileiras de urânio 
 
Descoberta em 1976, a mina de Caetité é feita a céu aberto, numa das 33 
ocorrências localizadas numa faixa com cerca de 80 km de comprimento por 30 a 50 
km de largura. Localizada a 20 km da sede do município, o complexo instalado produz 
um pó do mineral, conhecido por yellow cake. Esta reserva possui um teor médio de 
3.000 ppm (partes por milhão), capaz de suprir dez reatores do porte de Angra 2 
durante toda sua vida útil. 
 
4.4 O TÓRIO (Th-232) 
 
O Th-232 é outro elemento, inclusive mais abundante que o urânio, que pode ser 
empregado como matéria prima para a produção de combustível nuclear. 
 Em estado puro, ele não entra em reação em cadeia, pois não se fissiona. 
Porém, se submetido a um intenso fluxo de nêutrons num reator, se converte no isótopo 
artificial U-233, que assim como o U-235 e o Pu-239. 
 
30 
 
 
4.5 PRINCIPAIS PAÍSES ENRIQUECEDORES 
 
No momento os serviços de enriquecimento estão sendo oferecidos por quatro 
supridores principais, USEC-"United States Enrichment Corp.", substituindo o DOE-
"Department of Energy" dos Estados Unidos, COGEMA/EURODIF (França e 
associados), a TENEX/ MINATOM (Ministério de Energia Atômica da Rússia ) e 
URENCO (Reino Unido, Holanda e Alemanha) e por dois outros supridores de menor 
porte, a CNEIC-"Chinese Nuclear Energy Industry Co." e JNFL-"Japan Nuclear Fuels 
Ltd". 
Os processos industriais empregados são a difusão gasosa, empregado pela 
USEC, EURODIF e CNEIC. A centrifugação é empregada pela URENCO, MINATOM, 
JNFL e CNEIC. Os outros métodos (Laser, CRISLA, etc.), ainda se encontram no 
estágio de pesquisa e desenvolvimento. 
A URENCO possui a mais avançada tecnologia em operação comercial, suprindo 
serviços de enriquecimento para 15 países. A URENCO movimentou em 2003 US$ 18 
bilhões e está em franco crescimento. 
 No Brasil, a INB (Indústrias Nucleares Brasileiras) é uma empresa de economia 
mista, vinculada à Comissão Nacional de Energia Nuclear - (CNEN) e subordinada ao 
Ministério da Ciência e Tecnologia. Está presente nos estados da Bahia, Ceará, Minas 
Gerais e Rio de Janeiro, participando ativamente, junto à sociedade brasileira, com o 
desenvolvimento de importantes projetos tecnológicos para geração de energia 
nucleoelétrica. 
Responde pela exploração do urânio, desde a mineração e o beneficiamento 
primário até a produção e montagem dos elementos combustíveis que acionam os 
reatores de usinas nucleares. O conjunto dessas atividades constitui o Ciclo do 
Combustível Nuclear. Atua também na área de tratamento físico dos minerais pesados 
com a prospecção e pesquisa, lavra, industrialização e comercialização das areias 
monazíticas e obtenção de terras-raras. 
31 
 
 
 
Tabela 4.3 – Urânio comercial e capacidade de enriquecimento (tSWU/ano)
País Método 
 Difusão gasosa Centrifugação
Brasil - 120
China 900 1.000
França 10.800 -
Alemanha - 1.800
Índia - 5
Irã - 250
Japão - 1.250
Holanda - 2.900
Paquistão - 5
Rússia - 15.000
Reino Unido - 3.400
Estados Unidos 11.300 -
 23.000 22.730
 48.730
Notas: 
a) As capacidades de Israel e da Coréia do Norte não são conhecidas 
b)Existem diversas plantas militares e de pesquisa, que não estão contabilizadas 
c) Fonte: AIEA 
 
32 
 
 
 
Figura 4.4 - Ultracentrífuga usada pelo Brasil 
 
4.6 FABRICAÇÃO DE ELEMENTOS COMBUSTÍVEIS 
 
Os reatores a água (PWR, BWR, PHWR e LWGR) estão sendo empregados 
comercialmente há mais de 30 anos. Aproximadamente 96% da capacidade mundial 
instalada em centrais nucleares são com estes tipos de reatores e 88% é com centrais 
nucleares com reatores a água leve do tipo PWR e BWR. Os combustíveis para todas 
estas centrais são hoje fabricados em 21 países. 
A demanda de combustível para todos os tipos de usinas, com exceção de 
combustível MOx e FBR, foi de cerca de 60% da capacidade total instalada. No 
momento a capacidade instalada de fabricação de combustível do tipo LWR, a 
demanda em pelo menos 70%. 
Uma série de países está considerando a construção/expansão de fábricas de 
elementos combustíveis. Estes países ou já tem um programa de centrais nucleares 
estabelecidos (Ucrânia, China, República da Coréia, México e Romênia) ou estão na 
fase inicial de implantação de um programa (Indonésia, Egito e Turquia). Por outro lado 
um grupo de países com programas de centrais nucleares já estabelecidos (Finlândia, 
Suíça, etc.) não possuem fábricas de elementos combustíveis e não tem planos para 
33 
 
 
implantá-las. 
O preço do elemento combustível depende de uma série de fatores como tipo de 
combustível utilizado, inclusão ou não de esquemas de gestão do combustível no 
núcleo, treinamento, etc. 
O reprocessamento dos elementos combustíveis descarregados dos reatores 
visa a separação do material físsil e fértil, principalmente plutônio e urânio, dos produtos 
de fissão, para eventual uso posterior como combustível. O reprocessamento constitui-
se em uma tecnologia comprovada e os seus serviços estão disponíveis em nível 
comercial para todas as empresas de energia elétrica do mundo. 
O reprocessamento só se aplica naqueles casos em que se considera o 
fechamento do ciclo, com extração do urânio residual e plutônio para serem reciclados 
no reator. Naqueles casos em que o reprocessamento não é utilizado há os custos para 
a estocagem do combustível descarregado. 
4.7 CUSTO DO CICLO DO COMBUSTÍVEL 
 
No caso da geração nuclelétrica o custo do combustível incide sobre o custo final 
de geração em cerca de 20-25%. Considerando-se as condições atuais de mercado 
para os diferentes serviços e materiais do ciclo do combustível, um fator de capacidade 
de 70% da usina nuclear, o custo do combustível,incluindo a primeira carga, varia de 
US$ 4 a 12/MWh para um ciclo fechado e de US$ 3,5 a 11/MWh para um ciclo aberto 
com previsão para estocagem definitiva do combustível irradiado. 
No caso brasileiro a INB está fornecendo combustível a ELETRONUCLEAR que 
leva a um custo do ciclo de cerca de US$ 8,5/MWh, ciclo aberto, indicando que seus 
custos estão dentro da gama dos custos internacionais. 
 
34 
 
 
CAPÍTULO 5 
OS SUBPRODUTOS DA FISSÃO NUCLEAR: O LIXO 
 
 O lixo radioativo é produzido em todos os estágios do ciclo do combustível 
nuclear- desde a mineração do urânio até o reprocessamento de combustível nuclear 
irradiado. Grande parte desse lixo permanecerá radioativo por milhares de anos, 
deixando uma herança mortal para as futuras gerações. Portanto, o grande desafio é 
como mantê-lo em condições seguras e invioláveis por tanto tempo. Mas, embora tudo 
isto seja aterrorizante, a Agência Internacional de Energia Atômica informa que o que 
há de lixo radioativo, depois de 50 anos de uso comercial da energia nuclear, não 
enche um estádio de futebol. 
 Durante o funcionamento de um reator nuclear são criados isótopos radioativos 
extremamente perigosos - como césio, estrôncio, iodo, criptônio e plutônio. O plutônio é 
particularmente perigoso, já que pode ser usado em armas nucleares se for separado 
do combustível nuclear irradiado por meio de um tratamento químico chamado 
reprocessamento. 
 Como parte da operação de rotina de toda usina nuclear alguns materiais 
residuais são despejados diretamente no meio ambiente. O resíduo líquido é 
descarregado junto com a "água de resfriamentoda turbina" no mar ou em rio próximo 
à usina e os resíduos gasosos vão para a atmosfera. Em ambos os casos, a vazão 
destes efluentes é controlada para que não altere a radioatividade natural (background) 
do meio ambiente. 
 Mundialmente são gerados 10.000 t/ano de resíduos radioativos. Os EUA dispõem 
de Yucca Mountain, local capaz de estocar 70.000 t ao custo de 15 bilhões de dólares. 
 Para que a energia nuclear substituísse o petróleo como combustível para 
geração elétrica seria necessária que sua participação aumentasse até 30% em 
meados de 2020, com isto a geração de resíduos chegaria a 40.000 t/ano. 
 
35 
 
 
5.1 ORIGENS DOS REJEITOS RADIOATIVOS 
 
 Há três categorias de lixo radioativo: 
a) resíduo de alto nível (HLW, de high level waste); 
Dentro da categoria HLW existe a subcategoria SNF (spend nuclear fuel), que é 
formada por isótopos que NÃO PODEM se reciclados). 
b) rejeito de nível intermediário (ILW, intermediate level waste); 
c) rejeito de baixo nível (LLW, de low level waste). 
 O HLW consiste principalmente de combustível irradiado proveniente dos núcleos 
de reatores nucleares e de rejeitos líquidos de alta atividade produzidos durante o 
reprocessamento. A remoção de plutônio pelo reprocessamento resulta num imenso 
volume de rejeito líquido radioativo. Parte desse rejeito de reprocessamento, 
armazenado em grandes tanques, é misturado com material vitrificante quente. Novas 
tecnologias vêm sendo desenvolvidas, como os ADS - Accelerator Driven Systems, que 
podem usar o lixo como combustível e assim reduzem o tempo de armazenamento em 
centenas de anos. 
 Os blocos de vidro resultantes também são classificados como HLW e ainda que o 
processo de vitrificação possa tornar mais fácil o transporte e o armazenamento, de 
forma alguma diminuem as emissões radioativas. 
 
 
Figura 5.1 – Bloco de vidro rejeitos HLW 
 
 O ILW consiste principalmente de "latas" metálicas de combustível que 
originalmente continham urânio combustível para usinas nucleares, peças de metal do 
reator e rejeitos químicos. Têm de ser blindadas para proteger operários e outras 
36 
 
 
pessoas contra a exposição durante o transporte e a destinação final. O ILW, de 
maneira geral, é muito mais radioativo que o LLW. 
 O LLW pode ser definido como o rejeito que não requer blindagem durante o 
manuseio normal e o transporte. O LLW consiste principalmente de itens como roupas 
de proteção e equipamentos de laboratório que possam ter entrado em contato com 
material radioativo. 
 
Tabela 5.1 – Principais HLW (resíduos de alto nível) 
Isótopo Meia-vida aproximada (anos) 
Estrôncio-90 29
Césio-137 30
Amerício-241 430
Amerício-243 7.400
Plutônio-239 24.000
Tecnécio-99 213.000
Fonte: http://www.nea.fr/html/pub/nuclearenergytoday/welcome.html 
 
 
Tabela 5.2 – Produção anual de resíduos radioativos (m3 por ano) gerada 
por uma planta de 1.000MWe 
Tipo de resíduo Após uma passagem 
pelo ciclo 
Reciclando o 
combustível 
LLW/ILW 50-100 70-190 
HLW 0 15-35 
SNF 45-55 0 
Fonte: http://www.nea.fr/html/pub/nuclearenergytoday/welcome.html 
 
 
37 
 
 
Figura 5.2 – Comparação entre várias fontes de rejeitos 
Valores por ano a Europa 
5.2 O DESTINO FINAL 
 
 O combustível nuclear altamente radioativo é retirado do reator e armazenado em 
piscinas de resfriamento no interior da própria usina. De acordo com estimativas da 
Agência Internacional de Energia Atômica (AIEA), a quantidade total de combustível 
usado era de 125.000 t em 1992 e 200.000 t no ano 2000. Contudo, embora diversos 
métodos de destinação tenham sido discutidos durante décadas — incluindo o envio 
para o espaço — ainda não há solução para o lixo radioativo. 
 Já surgiram propostas para se dispor de tais resíduos, inclusive colocá-los em 
foguetes e dispará-los para o sol. A maioria das "soluções" atualmente propostas para a 
disposição final do lixo radioativo envolve seu enterro no subsolo numa embalagem 
especial com proteção forte o bastante para impedir que sua radioatividade escape. 
 Não bastam perfurações de teste ou levantamentos geológicos para o manejo do 
lixo radioativo. Os testes adequados demandariam dezenas de milhares de anos 
 Há dois riscos principais no enterro de lixo radioativo: a contaminação do ar e a da 
água. 
 
38 
 
 
5.2.1 Contaminação do ar 
 
 As liberações explosivas ou lentas de gases de um sítio de destinação final 
subterrâneo são possíveis teoricamente. Infelizmente, não há forma confiável de 
estimar esse risco - há incógnitas demais relativas aos atuais métodos de deposição e 
às interações químicas possíveis num ambiente real. 
 
5.2.2 Contaminação da água 
 
 Geralmente este é considerado o mecanismo de poluição mais provável ligado à 
disposição final de rejeitos em rochas. Elementos radioativos podem vazar do invólucro 
e entrar em contato com o lençol freático, contaminando a água potável de 
comunidades locais e distantes. 
 Além do enterro dos rejeitos, vários esquemas de armazenamento no local de uso 
estão sendo investigados. Nisso, o armazenamento de combustível usado em grandes 
recipientes de aço ou concreto é de interesse primordial. Ainda que esse tipo de 
armazenamento conserve o material no ponto em que foi criado e reduza os custos de 
transporte, centenas de comunidades de todo o mundo estão ameaçadas de fato por 
depósitos de alto nível às suas portas. Também há planos para consolidar o 
combustível usado e colocá-lo em contêineres em algumas poucas instalações 
regionais de superfícies, o que resulta num número imenso de viagens em recipientes 
não destinados a resistir a possíveis acidentes. 
 
 
39 
 
 
5.3 O DESCOMISSIONAMENTO 
 
 Grande quantidade de lixo radioativo também é produzida quando um reator 
nuclear é desativado. Isso porque muitas das peças que o compõem, incluindo o 
combustível, tornam-se radioativas. O processo de tratamento de uma usina nuclear 
nesse ponto é chamado "descomissionamento". Entretanto, além da remoção do 
combustível usado, não há consenso sobre o que deve acontecer a seguir. Nenhum 
reator de dimensões normais foi desmontado em lugar algum do mundo. Ainda que 
alguns países planejem retirar toda a estrutura, até mesmo as partes radioativas, 
restando um espaço plano desocupado; outros sugerem deixar a edificação onde está, 
cobrindo-a com concreto ou, possivelmente, enterrando-a sob um monte de terra. 
 O custo do descomissionamento dos reatores nucleares é objeto de muita 
especulação. As estimativas de custo originam-se de estudos genéricos, a partir da 
projeção dos custos de descomissionamento de pequenas instalações de pesquisa. O 
detalhamento e a sofisticação empregados no desenvolvimento dessas estimativas 
variam muito; a falta de padronização torna difíceis as comparações. Além disso, a 
limitada experiência de descomissionamento — nenhuma, se considerados reatores de 
grande porte — torna impossível saber se as estimativas são razoáveis, mas já se 
sugeriu que os custos de descomissionamento poderiam ser de até 100% do custo de 
construção inicial. 
Nas próximas três décadas, mais de 350 reatores nucleares serão desativados. 
Quarenta anos depois de a primeira usina nuclear começar a produzir eletricidade, a 
indústria nuclear ainda não tem respostas sobre como desmantelar, de forma segura e 
economicamente eficiente, um reator. 
 
40 
 
 
CAPÍTULO 6 
SEGURANÇA NAS USINAS NUCLEARES 
 
6.1 INTRODUÇÃO 
 
 Em geral, os três objetivos primários da segurança das usinas nucleares são: 
a) Controle da reatividade, ou seja, a possibilidade de apagar a reação nuclear em 
cadeia de fissão.Esse controle deve ser intrínseco ao projeto. 
Em Chernobyl não havia algo assim, deixando a interrupção da reação em cadeia nas 
mãos dos operadores. 
b) Remoção do calor de decaimento. 
Em Three Mile Island a falha nesse sistema contribuiu para o acidente. 
c) Barreiras múltiplas para confinamento da radioatividade. 
 Os sistemas de segurança de um reator nuclear são de três tipos: 
a) Sistemas ativos, que são sistemas baseados no controle ativo, elétrico ou mecânico, 
de equipamentos como válvulas, bombas, trocadores de calor, etc. e são projetados de 
forma redundante. Esta redundância ocasiona uma elevação enorme dos custos da 
planta nuclear. 
b) Sistemas passivos, que independem de mecanismos complexos ou interferência 
humana para funcionarem, dependendo exclusivamente de fenômenos físicos, como a 
convecção, a gravidade, a resistência a altas temperaturas. 
c) Sistemas inerentes são baseados na eliminação de um dado risco através da 
utilização de materiais específicos ou conceitos de projeto. 
 Os reatores de primeira e segunda geração confiavam exclusivamente em 
sistemas de segurança ativos e em características inerentes de segurança. 
 Com os reatores de terceira geração foram introduzidos os conceitos de 
segurança passiva e de diversificação e redundância dos sistemas de segurança. 
 Os reatores de quarta geração obedecerão a uma combinação de sistemas de 
segurança ativos, passivos e inerentes. 
41 
 
 
6.2 ESCALA INTERNACIONAL DE ACIDENTES NUCLEARES 
 
 Em 1990 a AIEA e outros órgãos internacionais definiram a Escala Internacional 
para Eventos Nucleares (INES) como padrão internacional para definição dos acidentes 
nucleares no mundo todo. . 
 
Tabela 6.1 - Escala Internacional de Eventos Nucleares (INES) 
 Nível 
Descrição 
Impacto fora da área da instalação Impacto na área 
da instalação 
Degradação da 
defesa em 
profundidade 
Exemplos 
A
C
ID
EN
TE
S 
7 
Acidente grave 
Liberação grave - múltiplos efeitos 
para a saúde e o meio ambiente 
 Central nuclear de 
Chernobyl, Ucrânia, 
1986 
6 
Acidente sério 
Liberação importante - 
possibilidade de exigência de 
aplicação integral das 
contramedidas previstas 
 Usina de 
reprocessamento de 
Kyshtym, Rússia, 
1957 
5 
Acidente com 
risco fora da área 
da instalação 
Liberação limitada - possibilidade 
de exigência de aplicação parcial 
das contramedidas previstas 
Danos graves no 
núcleo do 
reator/barreiras 
radiológicas 
 Reator de Windscale, 
UK, 1957 
Three Mile Island, 
EUA, 1979 
4 
Acidente sem 
risco importante 
fora da área da 
instalação 
Liberação pequena - exposição do 
público entorno dos limites 
prescritos 
Danos importantes 
no núcleo do 
reator, barreiras 
radiológicas, 
exposição fatal de 
um trabalhador 
 Central de Saint-
Laurent, France, 
1980 
Takai-mura, Japão, 
1999 
IN
C
ID
EN
TE
S 
3 
Incidente sério 
Liberação muito pequena - 
exposição do público a uma fração 
dos limites prescritos 
Dispersão grave 
da contaminação, 
efeitos agudos 
sobre a saúde de 
um trabalhador 
Quase acidente – 
perda total das 
barreiras de 
segurança 
Central de Vandellos, 
Espanha, 1989 
2 
Incidente 
 Dispersão 
importante da 
contaminação, 
superexposição 
de um trabalhador 
Incidente com 
falhas importantes 
nos dispositivos 
de segurança 
 
1 
Anomalia 
 Anomalia além do 
regime de 
operação 
autorizado 
 
 0 
Abaixo da escala 
Nenhuma importância com relação 
Evento fora da 
escala 
Fonte: Mongelli, 2006 
 
 
42 
 
 
6.3 ANÁLISES DE SEGURANÇA 
 
 O relatório de segurança de uma instalação nuclear é um documento 
extremamente importante e uma exigência normativa para o licenciamento e o exercício 
de uma planta nuclear. 
 No relatório de segurança a avaliação e a análise dos incidentes ocupam um 
papel fundamental e o objetivo de demonstrar que a planta é construída de maneira tal 
que: 
a) A probabilidade de acontecimento de qualquer incidente seja pequena; 
b) o acontecimento de um incidente de pequeno porte não cause danos a instalação; 
c) As conseqüências de um incidente de grande porte sejam contidas sem arrecadar 
danos a população das redondezas. 
 O tema da análise de segurança pode ser enfrentado de um ponto de vista 
determinístico ou probabilístico. 
 Estes dois métodos não são alternativos, mas complementares. O método 
probabilístico introduz o conceito de risco aceitável e permite a identificação das 
possíveis seqüências de eventos indesejáveis e os possíveis pontos fracos de uma 
planta. O método determinístico atribui um limite concreto de gravidade de um 
incidente, sendo de grande utilidade para as autoridade supervisoras e para a opinião 
pública. 
 
6.4 AVALIAÇÕES DE RISCOS DAS USINAS NUCLEARES ORIENTADA 
PELO PRINCÍPIO DA PRECAUÇÃO 
 
 Alguns críticos dos métodos adotados para analisar os riscos das usinas 
nucleares afirmam que: 
a) as avaliações são limitadas a uma avaliação caso a caso, de modo que cada 
situação é examinada separadamente, tendo como preposição que os efeitos que 
forem sendo identificados serão adicionados aos outros, sendo o efeito total o resultado 
da soma dos diversos efeitos individuais identificados. Os efeitos interativos são 
43 
 
 
desconsiderados. 
b) as avaliações consideram apenas os perigos para os quais existem provas, de modo 
que, somente efeitos adversos para os quais existe relação causal e que tenham sido 
cientificamente aceitos pela comunidade científica são considerados. 
c) as avaliações de risco são expressas de modo unidimensional e em termos de 
quantitativos, centrando o debate sobre a probabilidade de ocorrências ou de 
exposições, expressa em numero de óbitos, perdas financeiras, etc. Essa quantificação 
pressupõe que os parâmetros do comportamento nas pessoas e no meio ambiente em 
questão, podem ser conhecidos, testados e relativamente controlados, de modo que as 
chances de diferentes resultados podem ser definidas e quantificadas através de 
análises estruturadas de mecanismos probabilísticos. 
d) as avaliações cabem somente aos especialistas, não cabendo ao cidadão comum 
participar do processo. 
 A concepção elitista de democracia que orienta as avaliações de riscos tem 
como maior preocupação manter a estabilidade de um determinado sistema ético, 
moral, social, cultural e político, em que são qualificados como racionais aqueles cujas 
ações se encontram em consonância com o sistema. Nessa concepção, apenas os 
“especialistas” podem são capazes de julgar e decidir pela coletividade. 
 Os interesses dos cidadãos são atendidos quando os processos decisórios de 
escolhas de tecnologias estão de acordo com os modelos técnicos de avaliações de 
riscos e consenso das elites. 
 As implicações disso são que as avaliações de riscos acabam sendo realizadas 
de modo descontextualizado com as circunstâncias praticas das atividades humanas e 
pouca atenção é dada ao impacto dos aspectos sistêmicos e interativos. 
 Podem-se identificar as seguintes limitações: 
a) sabe-se que a maioria dos sistemas físicos possui uma dinâmica não-linear, o que 
significa que mudanças de longo prazo são muito difíceis de prever e que pequenas 
mudanças nas condições iniciais podem mudar a situação final radicalmente (Teoria do 
Caos); 
b) por não serem fenômenos lineares, não podem ser antecipados com o uso de 
variáveis estatísticas simples. 
44 
 
 
c) todas as análises são baseadas em poucos casos e são extrapoladas. 
 Devemos levar em conta que muitos problemas envolvem eventos ou situações 
de riscos muito complexos, pois envolvem simultaneamente, fenômenos naturaise 
humanos, que se relacionam de forma muito elaborada. 
 Não podemos mais aceitar processos decisórios que são baseados em decisões 
que não levam em conta as atividades humanas. Temos que reconhecer os limites de 
nossas avaliações baseadas apenas em sistemas lineares. 
 
Figura 6.1 – Comparação de riscos a saúde para diversos sistemas energéticos 
 
 Devemos, pois, adotar o Princípio da Precaução, que é a garantia contra os 
riscos potenciais que, de acordo com o estado atual do conhecimento, não podem ser 
ainda identificados. Este Princípio afirma que a ausência da certeza científica formal, a 
existência de um risco de um dano sério ou irreversível requer a implementação de 
medidas que possam prever este dano. 
 O Princípio da Precaução não deve ser encarado como um obstáculo às 
atividades assistências e principalmente de pesquisa. É uma proposta atual e 
necessária como forma de resguardar os legítimos interesses de cada pessoa em 
particular e da sociedade como um todo. O Princípio da Precaução é fundamental para 
a abordagem de questões tão atuais e importantes como a produção de alimentos 
transgênicos e a clonagem de seres humanos. Reconhecer a existência da 
possibilidade da ocorrência de danos e a necessidade de sua avaliação com base nos 
conhecimentos já disponíveis é o grande desafio que está sendo feito a toda 
comunidade científica mundial. 
45 
 
 
 Devemos sempre lembrar que risco baixo não significa ausência de risco. 
 
6.5 REATORES COMERCIAIS E SUAS DEFICIÊNCIAS 
 
 No início de 2005, havia 441 reatores nucleares, operando em 31 países. A 
idade, o tamanho e o tipo de projeto de todos esses reatores variam 
consideravelmente. 
 O projeto predominante é o Reator de Água Pressurizada (PWR), com 215 deles 
em operação. O projeto do PWR foi originalmente concebido para a propulsão de 
submarinos nucleares. Portanto, esses reatores são pequenos se comparados a outros 
modelos, mas possuem uma elevada potência energética. Trata-se de um modelo 
muito suscetível a corrosão dos componentes, já que a água atinge altíssimas 
temperaturas e pressões (aproximadamente 320oC e 135 atm). 
 Vários defeitos foram encontrados nos PWR ao longo dos anos e mesmo assim, 
problemas novos foram encontrados há pouco tempo. 
 O mesmo ocorre com os outros reatores. Problemas novos aparecem, sem que 
possamos evitá-los. 
Vale lembra o acidente que afundou a maior plataforma de petróleo da 
PETROBRAS e os resultados da análise do acidente: 
"A Comissão de Sindicância que apurou o acidente da P-36 concluiu que foi uma 
seqüência de eventos que se alinharam de forma única e que, isoladamente, não teriam 
provocado seu afundamento. A Comissão fez recomendações para melhorar os 
processos internos, como os de emergência e de operação." - PETROBRAS em 
Ações/Julho de 2001 
46 
 
 
6.6 ACIDENTES IMPORTANTES 
 
 Diversos acidentes e incidentes ocorreram em usinas nucleares. A seguir 
analisaremos os dois mais importantes. 
 
6.6.1 Chernobyl 
 
O acidente nuclear de Chernobyl ocorreu dia 26 de abril de 1986, na Usina 
Nuclear de Chernobyl (originalmente chamada Vladimir Lenin) na Ucrânia (então parte 
da União Soviética). É considerado o pior acidente nuclear da história da energia 
nuclear, produzindo uma nuvem de radioatividade que atingiu a União Soviética, 
Europa Oriental, Escandinávia e Reino Unido. 
Grandes áreas da Ucrânia, Bielorrússia (Belarus) e Rússia foram muito 
contaminadas, resultando na evacuação e reassentamento de aproximadamente 200 
mil pessoas. Cerca de 60% de radioatividade caiu em território bielorrusso. 
O acidente fez crescer preocupações sobre a segurança da indústria nuclear 
soviética, diminuindo sua expansão por muitos anos, e forçando o governo soviético a 
ser menos secreto. Os agora separados países de Rússia, Ucrânia e Bielorrússia 
(Belarus) têm suportado um contínuo e substancial custo de descontaminação e 
cuidados de saúde devida ao acidente de Chernobyl. É difícil dizer com precisão o 
número de mortos causados pelos eventos de Chernobyl, devido às mortes esperadas 
por câncer, que ainda não ocorreram e são difíceis de atribuir especificamente ao 
acidente. Um relatório da ONU de 2005 atribuiu 56 mortes até aquela data – 47 
trabalhadores acidentados e 9 crianças com câncer de tireóide – e estimou que cerca 
de 4000 pessoas morrerão de doenças relacionadas ao acidente. O Greenpeace, entre 
outros, contesta as conclusões do estudo. 
O governo soviético procurou esconder o ocorrido da comunidade mundial, até 
que a radiação em altos níveis foi detectada em outros países. Segue um trecho do 
pronunciamento do líder da União Soviética, na época do acidente, Mikhail Gorbachev, 
quando o governo admitiu a ocorrência: 
 "Boa tarde, meus camaradas. Todos vocês sabem que houve um inacreditável 
erro – o acidente na usina nuclear de Chernobyl. Ele afetou duramente o povo 
47 
 
 
soviético, e chocou a comunidade internacional. Pela primeira vez, nós confrontamos a 
força real da energia nuclear, fora de controle." 
A usina de Chernobyl está situada no assentamento de Pripyat, Ucrânia, 18 km a 
noroeste da cidade de Chernobyl, 16 km da fronteira com Belarus, e cerca de 110 km 
ao norte de Kiev. A usina era composta por quatro reatores, cada um capaz de produzir 
1 GW de energia elétrica (3.2 GW de energia térmica). Em conjunto, os quatro reatores 
produziam cerca de 10% da energia elétrica utilizada pela Ucrânia na época do 
acidente. A construção da instalação começou na década de 1970, com o reator No. 1 
comissionado em 1977, seguido pelo No. 2 (1978), No. 3 (1981), e No. 4 (1983). Dois 
reatores adicionais estavam em construção na época do acidente. 
As quatro instalações eram projetadas com um tipo de reator chamado RBMK-
1000. 
Figura 6.2 – O reator RBMK de Chernobyl 
 
Sábado, 26 de abril de 1986, à 01h23min hora local, o quarto reator da usina de 
Chernobyl - conhecido como Chernobyl - 4 - sofreu uma catastrófica explosão de vapor 
que resultou em incêndio, uma série de explosões adicionais, e um derretimento 
nuclear. 
Há duas teorias oficiais, mas contraditórias, sobre a causa do acidente. A 
primeira foi publicada em agosto de 1986, e atribuiu a culpa, exclusivamente, aos 
operadores da usina. A segunda teoria foi publicada em 1991 e atribuiu o acidente a 
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defeitos no projeto do reator RBMK, especificamente nas hastes de controle. Ambas as 
teorias foram fortemente apoiadas por diferentes grupos, inclusive os projetistas dos 
reatores, pessoal da usina de Chernobyl, e o governo. Alguns especialistas 
independentes agora acreditam que nenhuma teoria estava completamente certa. 
Outro importante fator que contribuiu com o acidente foi o fato que os operadores 
não estavam informados sobre certos problemas do reator. De acordo com um deles, 
Anatoli Dyatlov, o projetista sabia que o reator era perigoso em algumas condições, 
mas intencionalmente omitiu esta informação. Isto contribuiu para o acidente, uma vez 
que a gerência da instalação era composta em grande parte de pessoal não qualificado 
em RBMK: o diretor, V.P. Bryukhanov tinha experiência e treinamento em usina 
termoelétrica a carvão. Seu engenheiro chefe, Nikolai Fomin, também veio de uma 
usina convencional. O próprio Anatoli Dyatlov, ex-engenheiro chefe dos Reatores 3 e 4, 
somente tinha "alguma experiência com pequenos reatores nucleares". 
Algumas ressalvas são importantes: 
a) O reator tinha um coeficiente a vazio positivo perigosamente alto. Dito de forma 
simples, isto significa que se bolhas de vapor se formam na água de resfriamento, a 
reação nuclear se acelera, levando à sobrevelocidade se não houver intervenção. Pior,